本文選題：鋯合金 + 輻照效應(yīng)　； 參考：《電子科技大學(xué)》2015年博士論文

【摘要】：核電技術(shù)發(fā)展至今已有60多年歷史,國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)2014年年度報(bào)告顯示,目前全球核電運(yùn)行機(jī)組共有434臺(tái),其發(fā)電總量為371.7GW,約占世界發(fā)電總量的16%。隨著化石能源的逐漸消耗,全球能源變得十分稀缺。核能作為一種清潔能源,可以在滿足增加的電能需求的同時(shí)減少碳排放量,實(shí)現(xiàn)國(guó)家能源安全和可持續(xù)發(fā)展的目標(biāo),因而核電技術(shù)的發(fā)展將會(huì)得到更高的重視。核能工業(yè)的發(fā)展促進(jìn)了對(duì)適應(yīng)于反應(yīng)堆環(huán)境材料的研究與開(kāi)發(fā),評(píng)估材料在核反應(yīng)堆中的適用性能的主要標(biāo)準(zhǔn)為材料的機(jī)械強(qiáng)度和高溫水熱環(huán)境中的耐腐蝕性能。鋯及其合金具有較好的機(jī)械性能、較強(qiáng)的耐腐蝕性能、低的熱中子吸收截面等特性,因而被作為核能工業(yè)中的戰(zhàn)略材料,在核反應(yīng)堆中主要被用作結(jié)構(gòu)材料和燃料棒包殼等。反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí),鋯合金將受到中子束流及多種離子束、!射線的輻照。輻照會(huì)導(dǎo)致鋯合金微觀結(jié)構(gòu)變化,進(jìn)而影響合金的機(jī)械性能和耐腐蝕性能,最終導(dǎo)致材料失效。因此,研究鋯合金的耐輻照性能具有重要意義。自1984年中國(guó)第一座核反應(yīng)堆通過(guò)技術(shù)鑒定以來(lái),經(jīng)過(guò)30年在核電領(lǐng)域的快速發(fā)展,中國(guó)現(xiàn)已成為核電領(lǐng)域的先進(jìn)國(guó)家,由此增加了國(guó)家對(duì)優(yōu)質(zhì)鋯合金的需求和開(kāi)發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的高性能鋯合金的緊迫性。N18鋯合金是一種中國(guó)自主研發(fā)的鋯合金,堆外性能測(cè)試結(jié)果證實(shí)N18具有更優(yōu)異的耐腐蝕性能、吸氫性能和力學(xué)性能。但是,對(duì)該合金的耐離子束輻照性能、氦泡的演化行為及其氫化行為的研究還很少。本文將從以上三個(gè)方面內(nèi)容展開(kāi)詳細(xì)研究,評(píng)估N18鋯合金的抗輻照性能、氦泡演化行為及氫化行為,主要研究?jī)?nèi)容分為四個(gè)部分:(1)研究了輻照溫度為360 oC時(shí)2 MeV的質(zhì)子束輻照N18鋯合金的輻照效應(yīng),結(jié)果表明:鋯合金中的第二相粒子主要為密排六方結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr,Nb)2,輻照劑量達(dá)到3.9 dpa時(shí),第二相粒子開(kāi)始發(fā)生部分非晶化轉(zhuǎn)變,顆粒呈現(xiàn)出核殼結(jié)構(gòu),即第二相粒子內(nèi)部為晶體,邊緣為非晶態(tài);當(dāng)輻照劑量為8.2 dpa時(shí),第二相粒子發(fā)生完全非晶化轉(zhuǎn)變。對(duì)非晶化轉(zhuǎn)變前后的第二相粒子采用能譜儀進(jìn)行線掃描研究,結(jié)果顯示第二相粒子發(fā)生非晶化轉(zhuǎn)變的機(jī)制與Fe元素由第二相顆粒擴(kuò)散進(jìn)入基體緊密相關(guān)。(2)在透射電子顯微鏡中原位研究了輻照溫度為310 oC時(shí)500 keV的Ne離子束輻照N18鋯合金的輻照效應(yīng),結(jié)果表明:N18鋯合金中第二相粒子Zr(Fe,Cr,Nb)2經(jīng)Ne離子輻照至0.5 dpa時(shí)開(kāi)始發(fā)生非晶化轉(zhuǎn)變;當(dāng)輻照劑量增加至1.0 dpa時(shí),第二相粒子完全非晶化。此外,對(duì)完全非晶化后的第二相粒子進(jìn)行原位退火研究,結(jié)果顯示退火溫度為450 oC時(shí)第二相粒子開(kāi)始發(fā)生再結(jié)晶,并在溫度為600 oC時(shí)完全結(jié)晶。完全結(jié)晶后形成的納米顆粒具有與輻照前Zr(Fe,Cr,Nb)2相同的密排六方結(jié)構(gòu)。此外,400 keV的重離子Fe輻照N18鋯合金后會(huì)導(dǎo)致其顯微硬度增大,這是由于輻照在合金中產(chǎn)生大量的位錯(cuò)所致。(3)采用離子注入方法在N18鋯合金中引入He離子,注入能量為400keV,研究了合金中形成的氦泡與注入劑量和輻照溫度的關(guān)系,以及加熱過(guò)程中原位研究氦泡的演化行為,結(jié)果表明:合金中氦泡的尺寸隨輻照劑量的增加而增大,輻照溫度越高越有利于氦泡的長(zhǎng)大;氦泡的原位加熱研究結(jié)果顯示,溫度低于650 oC時(shí),氦泡的成長(zhǎng)速度緩慢,溫度高于650 oC時(shí),氦泡迅速長(zhǎng)大,氦泡的長(zhǎng)大遵循氣泡的遷移合并機(jī)制。此外,采用納米壓痕儀研究了鋯合金的顯微硬度與注氦量的關(guān)系,表明合金表層硬度值隨注氦量的增加而增大。(4)在掃描電鏡中原位研究了N18鋯合金的氫化反應(yīng),系統(tǒng)中的氫來(lái)源于Ga離子束激發(fā)有機(jī)金屬氣體MeCpPtIVMe3分解。形成的鋯氫化物具有針狀形貌,面心立方結(jié)構(gòu)的!-ZrH1.5-1.66。針狀的鋯氫化物鋯排列有序,并與鋯合金基體"-Zr具有[010]"http://[1-10]!,(001)"http://(111)!的外延取向關(guān)系。氫化物的形成被認(rèn)為與鋯合金內(nèi)應(yīng)力釋放導(dǎo)致的應(yīng)變驅(qū)動(dòng)力相關(guān)。在透射電子顯微鏡中采用選區(qū)電子衍射和電子能量損失譜原位研究了鋯氫化物的熱穩(wěn)定性,結(jié)果表明:加熱前鋯氫化物為!-ZrH1.5-1.66相,溫度升高至450 oC時(shí),!-ZrH1.5-1.66相發(fā)生分解,分解產(chǎn)物為#-ZrH0.25-0.5相,升溫至700 oC后,#-ZrH0.25-0.5相仍然穩(wěn)定存在。
[Abstract]:Nuclear power technology has been developed for more than 60 years. The annual report of the International Atomic Energy Agency (IAEA) in 2014 shows that there are 434 units in the global nuclear power unit at present. The total amount of power generation is 371.7GW, and the 16%. of the world's total power generation is deplete with the gradual depletion of fossil energy, and nuclear energy is a clean energy. The development of nuclear power technology will be paid more attention to reducing carbon emissions and achieving national energy security and sustainable development at the same time to meet the increased demand for electrical energy. The development of nuclear energy industry promotes the research and development of the materials adapted to the reactor environment and the evaluation of the application performance of the materials in the nuclear reactor. The main standard is the mechanical strength of materials and the corrosion resistance in high temperature hydrothermal environment. Zirconium and its alloys have good mechanical properties, strong corrosion resistance, low thermal neutron absorption cross section and so on. Therefore, they are used as strategic materials in nuclear energy industry, and are mainly used as structural materials and fuel rod cladding in nuclear reactors. During the operation of the reactor, the zirconium alloy will be subjected to a neutron beam and a variety of ion beams. Radiation irradiation. Radiation will lead to the change of the microstructure of the zirconium alloy, which will affect the mechanical and corrosion resistance of the alloy, and eventually lead to the failure of the material. Therefore, it is of great significance to study the radiation resistance of the zirconium alloy. The first nuclear reaction in China in 1984. After 30 years of rapid development in the field of nuclear power, China has now become an advanced country in the field of nuclear power, which has increased the national demand for high quality zirconium alloys and the urgency of developing high performance zirconium alloys with independent intellectual property rights..N18 zirconium alloy is a kind of self developed zirconium alloy developed by China. The test results show that N18 has better corrosion resistance, hydrogen absorption and mechanical properties. However, there are few studies on the ion beam radiation resistance of the alloy, the evolution behavior of helium bubbles and their hydrogenated behavior. This paper will discuss the radiation resistance of N18 zirconium alloys, the behavior of helium bubble evolution and the behavior of the helium bubble from the above three aspects. The main research content of hydrogenation is divided into four parts: (1) the irradiation effect of N18 zirconium alloy irradiated by proton beam of 2 MeV at radiation temperature of 360 oC is studied. The results show that the second phase particles in the zirconium alloy are mainly the Zr (Fe, Cr, Nb) 2 of the dense six square structure, and the second phase particles begin to be partially amorphous when the amount of irradiation agent reaches 3.9 DPA. The particles present a nuclear shell structure, that is, the second phase particles are crystalline and the edges are amorphous. When the irradiation dose is 8.2 DPA, the second phase particles are completely amorphous. The second phase particles before and after the amorphous transition are scanned by the energy spectrometer. The result shows the mechanism of the non crystalline transition of the second phase particles and the Fe The element is closely related to the diffusion of the second phase particles into the matrix. (2) in the transmission electron microscope, the irradiation effect of N18 zirconium alloy irradiated by Ne ion beam of 500 keV when radiation temperature is 310 oC is investigated. The results show that the second phase particle Zr (Fe, Cr, Nb) 2 of the N18 zirconium alloy begins to undergo amorphous transition when the Ne ions are irradiated to the 0.5 DPA; When the dose increased to 1 DPA, the second phase particles were completely amorphous. In addition, the second phase particles were in situ annealed. The results showed that the second phase particles began to recrystallization and crystallized at the temperature of 600 oC when the annealing temperature was 450 oC. The nanocrystalline particles formed after complete crystallization were with Zr (F) before irradiation. E, Cr, Nb) 2 the same six square structure. In addition, 400 keV heavy ion Fe irradiation of N18 zirconium alloy will lead to the increase of the microhardness, which is caused by a large number of dislocations in the alloy. (3) the ion implantation method is used to introduce He ions in the N18 zirconium alloy and the injection energy is 400keV. The helium bubble formed in the alloy and the injection are studied. The relationship between the dose and irradiation temperature and the study of the evolution of helium bubbles in situ during heating show that the size of helium bubbles in the alloy increases with the increase of irradiation dose, and the higher the irradiation temperature is, the higher the helium bubble growth. The results of the helium bubble in situ show that the growth rate of helium bubble is slow when the temperature is below 650 oC. When higher than 650 oC, the helium bubble grows rapidly and the growth of the helium bubble follows the migration and consolidation mechanism of the bubble. In addition, the relationship between the microhardness of the zirconium alloy and the amount of helium is studied by the nano indentation instrument. It shows that the hardness value of the alloy surface increases with the increase of the amount of helium. (4) the hydrogenation reaction of the zirconium alloy in the central plain of the scanning electron microscope is studied in the system. The hydrogen is derived from the decomposition of the organic metal gas excited by the Ga ion beam. The zirconium hydride formed with a needle like morphology and a face centered cubic structure! -ZrH1.5-1.66. needle like zirconium hydride zirconium is arranged in order, and the zirconium alloy matrix "-Zr has [010]" //[1-10]!, (001) "/ / (111)!" epitaxy orientation relationship. The formation of hydride is considered to be with zirconium. The thermal stability of zirconium hydride is in situ studied by electoral electron diffraction and electron energy loss spectrum in a transmission electron microscope. The results show that the zirconium hydride is the -ZrH1.5-1.66 phase before heating, when the temperature rises to 450 oC, the -ZrH1.5-1.66 phase breaks down and the decomposition product is #-ZrH0.25 The #-ZrH0.25-0.5 phase remained stable after -0.5 phase heating up to 700 oC.
【學(xué)位授予單位】：電子科技大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類(lèi)號(hào)】：TL341

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本文編號(hào)：1991580